JPH0113080B2

JPH0113080B2 -

Info

Publication number: JPH0113080B2
Application number: JP55043499A
Authority: JP
Inventors: Mitsuo Kinoshita; Tetsuo Ito
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1980-04-04
Filing date: 1980-04-04
Publication date: 1989-03-03
Also published as: JPS56140292A

Description

【発明の詳細な説明】

本発明は原子炉残留除去系の制御装置に係り、
特に沸騰水形原子炉を緊急に停止、冷却する際に
原子炉を安全にかつ短時間に自動的に冷却する原
子炉残留熱除去系の制御装置に関する。沸騰水形原子炉において、所内電源喪失事故時
や原子炉水位異常低下時などには、原子炉をスク
ラム（燃料の核反応を停止する操作）して原子炉
を通常の冷却系と切離し隔離する。この時、原子
炉では崩壊熱が発生する。原子炉残留熱除去系の
うち蒸気凝縮系統は、炉心で発生する崩壊熱と炉
の保有している顕熱とを除去して原子炉を短時間
に冷却する制御装置を有する系統である。従来技術とその問題点を第１図〜第５図により
説明する。第１図は従来の制御装置を説明するた
めの構成図を示す。第１図において、１は原子
炉、２は原子炉水、３は燃料、６は主蒸気隔離
弁、８は熱交換器、１７はタービン駆動ポンプで
ある。原子炉１をスクラムし主蒸気隔離弁６を閉
じることにより図中に記載してない通常の冷却系
から切離した時、蒸気凝縮系統の運転を開始す
る。本系統は、原子炉１で発生する蒸気を熱交換
器８で凝縮冷却し、凝縮水９を原子炉蒸気による
タービン１８によつて駆動されるポンプ１７によ
つて原子炉１に戻して原子炉１を冷却する機能を
有している。以下詳細にその機能を説明する。原
子炉１をスクラムした場合、原子炉１では崩壊熱
Q_Rが発生する。第２図に800MWe級沸騰水形原
子炉の崩壊熱Q_Rの発生量とその時間的変化を示
す。崩壊率は定格熱出力に対する割合である。崩
壊熱Q_Rは、原子炉スクラム後の時間経過と共に
減少し、約２時間後には約１％にまで減少する。
崩壊熱Q_Rにより発生した原子炉蒸気は、制御弁
７を介して熱交換器８に導かれ、冷却管１０によ
り流量W_Hの割合で凝縮水９にされ、かつ冷却さ
れる。熱交換器８では、蒸気凝縮流量W_Hの安定
化と熱交換器８の耐圧の点とから圧力制御器２０
及び制御弁７を用いて熱交換器蒸気圧力P_Hを設
定値（P_H）_refに一致させる。凝縮水８は、原子炉
蒸気によるタービン１８で駆動されるポンプ１７
により原子炉１に戻される。ポンプ１７での凝縮
水漏洩とキヤビテーシヨン防止のため、ポンプ入
口圧力である補給水タンク１４の出口圧力P_Sの変
動を小さくする必要があり、これに対処して、圧
力制御器２１及び制御弁１３を用いて補給水タン
ク出口圧力P_Sを設定値（P_S）_refに一致させる制御
が行なわれる。出口圧力P_Sがある値より低い場合
は逆止便１６を介して補給水タンク１４の補給水
１５が系統内に流入する。この時の補給水流量
W_Cは出口圧力P_Sに依存し、次の(1)式のようにな
る。 W_C＝√₁（−_S＋₂） …(1) ここで、k₁とk₂は定数である。原子炉注入流
量、つまりポンプ流量W_Fはタービン１８に流入
するタービン消費蒸気流量W_TBを調節することで
制御される。即ち、原子炉注入流量W_Fと注入流
量の設定量（W_F）_refとの差を流量制御器２２でタ
ービン速度要求信号とし、タービン速度制御器２
３及び加減弁１９によりタービン蒸気流量W_TBを
調節してタービン速度N_Tを制御する。その結果、
原子炉注入流量W_Fは設定値（W_F）_refに一致する
よう制御される。ここで原子炉注入流量W_Fは蒸
気凝縮流量W_Hと補給水流量W_Cとの和であり、例
えば設定値（W_F）_refを増加した場合には次のよう
に動作する。ここで２０，２１，２２，２３の各
制御器はPI（比例積分）制御器とする。設定値
（W_F）_refが実際の検出値W_Fより大になることによ
り、流量制御器２２の出力が大となり、タービン
速度N_Tとの差が生じ、タービン速度制御器２３
の出力が大となり、加減弁１９の開度が大とな
る。これによりタービン蒸気流量W_TBが大とな
り、原子炉注入流量W_Fはその設定値（W_F）_refに
なるように制御される。原子炉注入流量W_Fの増
加により補給水タンク出口圧力P_Sが小となり補給
水流量W_Cが一時的に増加するが、圧力制御器２
１により制御弁１３の開度が増加し、補給水タン
ク出口圧力P_Sと補給水流量W_Cは元に戻ると共に
凝縮水流量W_Hが増加する、これに伴つて熱交換
器８の水位が低下し、冷却管１０の蒸気部伝熱面
積が増加し、蒸気の凝縮流量が増加し、熱交換器
蒸気圧力P_Hは一時的に低下する。しかし、圧力
制御器２０により制御弁７の開度が増し、熱交換
器８に流入する蒸気流量が増加し、結局、熱交換
器８の流入蒸気流量は流出凝縮水流量W_Hと等し
くなる。ここで、冷却水ポンプ１１の流量、及び
冷却水１２の温度はそれぞれ一定に保たれてい
る。従来装置は上記のように作動するが、原子炉１
をより安全にかつ短時間に冷却するためには原子
炉水位及び冷却速度の変動を最小限に抑える装置
が必要であつた。即ち、原子炉１の容器の残留熱
応力を許容値以下にし、燃料３の温度異状上昇を
防止するためには、例えば800MWe級沸騰水形原
子炉では、原子炉冷却速度及び水位を第１表に示
す制限値内に制御することが要求されている。

【表】特に原子炉水位を制御することは重要であり、
水位が万が一制限値以下になつた場合は燃料の温
度が上昇し燃料破損による放射性物質の大量発
生、ひいてはプラント全体及び環境を放射能で汚
染する恐れがある。このような事故を防止するた
め蒸気凝縮系統のバツクアツプとして数系統の緊
急炉心冷却系（ECCS）が用意されているが、上
記冷却系は最後の砦であり事故を最小限に留める
ためには不必要に動作させることは好ましくな
い。なお表１における水位の範囲内の水位０cmは
通常水位を表わす。蒸気凝縮系統運転時における原子炉冷却速度及
び水位の近似式を用いて、冷却速度と水位が変動
しやすい理由、及びその解決方法について次に述
べる。原子炉冷却速度（−T〓）及び水位Ｌはほぼ
次の(2)、(3)式で示される。 −T〓＝k₃｛W_F（i_g−i_F）−W_C（i_g−i_f）＋W_TB（i_g−i_f）−Q_R｝ …(2) Ｌ＝Lo＋∫^t ₀k₄（W_C−W_TB）dt …(3) ここでk₃とk₄は定数、i_gは原子炉飽和蒸気のエ
ンタルピ、i_Fは原子炉注入水のエンタルピ、i_fは
原子炉飽和水のエンタルピ、Loは原子炉の初期
水位、Ｔは原子炉水温度、ｔは時間である。崩壊
熱Q_Rは時間的に変化し、またi_g、i_fは原子炉圧力
により変化するので、冷却速度−T〓と水位Ｌを同
時に一定値に保持するためには原子炉注入流量
W_Fと補給水流量W_Cを適度な値に制御する必要が
ある。このため運転員はポンプ流量設定値（W_F）
_refと補給水タンク出口圧力設定値（P_S）_refを適度
に設定して冷却速度と水位を同時に制御しようと
していた。しかし、その操作は容易ではなく冷却
速度と水位の変動が大きく、その結果冷却に要す
る時間が長く冷却装置としての信頼性が低いとい
う欠点があつた。この欠点を解決するための装置としては同一発
明者が出願した特願昭53−117144号がある。この
装置を第３図により説明する。第１図と異なる点
は、（W_F）_refと（P_S）_refを原子炉冷却速度及び水位
の変化に対応して自動的に変更する機能を設けた
点にある。即ち、温度検出器と冷却速度演算器２
６で原子炉２の冷却速度（−T〓）を求め、冷却速
度設定値（−T〓）_refとの偏差ε_Cより冷却速度制御
器２７で原子炉注入流量の最適値、即ち注入流量
設定値（W_F）_refを決定する。さらに２２，２３及
び１７，１８，１９を用いて注入流量W_Fを
（W_F）_refに一致させる制御をする。一方、検出し
た水位Ｌと水位設定値(L)_refとの偏差ε_Lより水位制
御器２５で補給水タンク出口圧力の最適値、即ち
出口圧力の設定値（P_S）_refを決定する。さらに２
１と１３を用いて出口圧力P_Sを（P_S）_refに一致さ
せ補給水流量W_Cを調節する。これにより崩壊熱
Q_Rやエンタルピi_gやi_fの変化に応じて冷却速度
（−T〓）と水位Ｌを共に一定値に制御できる。しかしながら第３図に示した従来装置では、逃
し安全弁５や制御棒駆動水圧系４が異状となつた
時には冷却速度のみならず水位の変動も大となる
恐れがあつた。これを近似式及び第４図、第５図
を用いて説明する。逃し安全弁５が開き、制御棒駆動水圧系４から
冷却水が注入された時の原子炉冷却速度（−T〓）
及び水位Ｌの近似式は(2)、(3)式を一部変更して次
の(4)、(5)式で表わすことができる。 −T〓＝k₃｛W_F（i_g−i_F）−W_C（i_g−i_f）＋W_TB（i_g−i_f）−Q_R＋W_SRV（i_g−i_f）＋W_CRD（i_g−i_F）｝ …(4) Ｌ＝Lo＋∫^t ₀k₄（W_C−W_TB−W_SRV−W_CRD）dt…(5) (4)式及び(5)式より明らかなように冷却速度（−
T〓）は注入流量W_F以外に補給水流量W_Cの影響を
うけ、一方水位制御のための補給水流量W_Cは注
入流量W_Fの一部（W_F＝W_H＋W_C）として原子炉
に注入される。したがつて冷却速度制御と水位制
御は互いに密接に関係し干渉し合う場合がある。
また逃し安全弁や制御棒駆動水圧系の外乱が入い
ると冷却速度と水位の変動は大きくなる。第４図に逃し安全弁が故障し開放したままとな
つた時の特性を示す。第３図記載の制御装置によ
る特性を従来とし点線で示す。時間t₀で逃し安全
弁が開きそのままの状態になると冷却速度（−
T〓）は制限値を超えて高くなると共に水位Ｌが
徐々に低下する。このとき冷却速度を元に戻すべ
く注入流量W_Fが減少するので補給水流量W_Cはほ
とんど増加せず水位Ｌが制限値以下に低下するこ
とが考えられる。この場合事故を最小限に食い止
めるためには冷却速度を犠牲にして水位を制限値
以内に制御する必要があるが、従来装置において
はこれを実現できないという欠点があつた。な
お、冷却速度も制限値内に制御することが望まし
いが、事故によりこれを逸脱しても十分耐えられ
るよう圧力容器は設計されている。図５は原子炉１の出力を調節する制御棒駆動水
圧系４より冷却水が急激に注入される時の特性を
示す図である。時間t₀で４よりの冷却水が流量
W_CRDで原子炉内に注挿されると冷却速度（−T〓）
が大になると共に水位Ｌが上昇する。このため第
３図に記載した従来装置では注入流量W_Fが小さ
くなると共に補給水流量W_Cが急激に低下するの
で冷却速度（−T〓）の変動が大となり制限値を超
えてしまう。このため従来装置においては冷却速
度（−T〓）の変動幅を考慮して冷却速度の設定値
（−T〓）_refを低く抑えておく必要があり、その結果
原子炉冷却に要する時間が長いという欠点があつ
た。本発明の目的は、従来技術での上記した欠点を
改良し、水位または冷却速度の変化に応じて制御
モードを変更することにより、最短時間でかつよ
り安全に原子炉を自動的に冷却することのできる
原子炉残留熱除去系制御装置を提供するにある。本発明の特徴は、上記目的を達成するために、
測定された原子炉温度に基づいて求められた原子
炉冷却速度に応じて凝縮水の原子炉注入流量を調
節することにより原子炉冷却速度を原子炉冷却速
度設定値に一致させる冷却速度制御手段と、検出
された原子炉水位に基づいて補給水タンクからの
補給水流量を調節することにより原子炉水位を原
子炉水位設定値に一致させる水位制御手段と、原
子炉水位が第１所定範囲外にある場合には前記冷
却速度制御手段を作動させずに前記水位制御手段
を動作させ、しかも前記原子炉水位が前記第１所
定範囲内にあつて前記原子炉冷却速度が第２所定
範囲外にある場合には前記水位制御手段を作動さ
せずに前記冷却速度制御手段を動作させる手段と
を備えたことにある。以下本発明を図面により説明する。第６図は本発明の一実施例を説明するための構
成図で、第３図の従来装置と異なる点は原子炉冷
却速度と水位の各偏差を２入力に受けて予め内蔵
している冷却速度と水位の各規準値との大小を比
較判定する判定器３０と、判定結果に応じて冷却
速度制御から水位制御に変更するための切替スイ
ツチ３１及び水位制御を中断するためのスイツチ
３２、及び水位の偏差ε_Lを入力に受けて原子炉注
入流量の設定値（W_F）_refを演算するための信号を
出力する関数発生器３３を設けたことである。表２は第６図の動作の概略を説明するための表
で

【表】ある。原子炉の状態に応じて制御モードはNo.１〜No.３
の３種類に分類できる。水位及び冷却速度の偏差
が共に規準値内にある場合（No.１）は従来と同様
に補給水タンク出口圧力P_S、即ち補給水流量W_C
を調節することにより水位を制御し、原子炉注入
流量W_Fを調節することにより冷却速度を制御す
る。水位の偏差が規準値内にあり、冷却速度の偏
差が規準値外になつた場合（No.２）は、応答性の
遅い水位の制御を中断して応答性の早い冷却速度
制御を優先させて冷却速度の変動を最小限に留め
る。これにより制御値内の最大の冷却速度で原子
炉冷却が可能となる。水位の偏差が規準値外にな
つた場合（No.３）は、冷却速度制御を中断して水
位制御を優先させると共に、水位の変化に応じて
原子炉注入流量を調節できるように変更してすみ
やかに水位を回復させる。第７図は第６図の判定器３１の演算内容を説明
する図である。水位の偏差ε_Lが規準値内にあるか
どうかを判定し、規準値外の場合は第６図の切替
スイツチ３１をＡ側にし、かつスイツチ３２を
ONにし表２で示した制御モードNo.３にする。水
位の偏差ε_Lが規準値内に回復してもε_L０となり
水位がほぼ元に回復するまでこの制御動作を続行
する。切替スイツチ３１がＮ側にある時は水位が
正常状態であることを示し、表２の制御モードは
No.１あるいはNo.２となる。次に冷却速度の偏差ε_C
が規準値内であるかどうかを判定し、もし規準値
内である場合は第６図のスイツチ３２をOFFに
し水位制御を中断する（表２の制御モードNo.２に
する。）。一且制御モードNo.２になつた場合には冷
却速度がほぼ元に回復しε_C０になるまでこの制
御動作を続行する。冷却速度の偏差が正常状態で
あれば制御モードをNo.１にする。この演算を周期
的に繰返す。次に逃し安全弁５と制御棒駆動水圧系４の外乱
が入つた場合の本実施例による制御動作について
述べる。第４図において逃し安全弁が故障する前
は制御モードはNo.１となつており、冷却速度の変
化に応じて原子炉注入流量W_Fを調節することに
より冷却速度（−T〓）は設定値（−T〓）_refと一致
しその偏差ε_Cは０である。また水位の変化に応じ
て補給水タンク出口圧力P_S、即ち補給水流量W_C
を調節することにより水位Ｌは設定値(L)_refに一致
しその偏差ε_Lは０である。逃し安全弁が時間t₀で
開放故障となると水位Ｌは低下し設定値との偏差
ε_Lは（下規準値−30cm）以下になる。これを判定
器３０で判定し、切替スイツチをＮ側からＡ側に
切替えることにより制御モードをNo.３にする。水
位の偏差ε_Lは関数発生器３３で符号が反転し、冷
却速度制御器２７に入力する。２７ではその信号
を受けて注入流量の設定値（W_F）_refを増加させ
る。その結果、２２，２３、及び１７，１８，１
９により注入流量W_Fは設定値（W_F）_refに対応し
て増加する。一方水位制御器２５では補給水流量
W_Cを増加すべく補給水タンク出口圧力の設定値
（P_S）_refを小さくするので制御器２１の出力は低下
する。制御弁３１は閉じ熱交換器凝縮水流量W_H
は０になり、注入流量W_Fと補給水流量W_Cは等し
くなる。以上の動作により冷却速度（−T〓）は従
来より多少高くなるが、水位Ｌの低下が防止で
き、ECCSの作動を未然に回避できる。次に制御棒駆動水圧系４より冷却水が原子炉１
に急激に注入した場合の本実施例の制御動作を第
５図により説明する。時間t₀に冷却水が流量W_CRD
で原子炉１に流入すると水位Ｌの偏差は規準値内
であるが冷却速度の偏差ε_Cは上規準値５℃／ｈ以
上となり判定器３０の出力によりスイツチ３２が
OFFになる。制御モードはNo.１からNo.２に変わ
る。水位制御器２５では入力信号が０となるので
それまでの値を保持し、補給水タンク圧力P_C即
ち補給水流量W_Cは変化しない。これにより冷却
速度の偏差ε_Cは減少し時間t₂で０となる。ここで
再び制御モードがNo.２からNo.１に戻り、補給水タ
ンク出口圧力P_Sが上昇して補給水流量W_Cが減少
し０になる。このように水位制御を一時的に中断
して冷却速度を優先することによりその変動幅を
最小にすることができる。その結果、冷却速度の
設定値（−T〓）_refを制限値に極めて近い値にセツ
トすることができ、原子炉１を最短時間で冷却で
きる。以上のように本実施例によれば、外乱が入つて
も原子炉１の状態に応じて蒸気凝縮系統の制御モ
ードを変更することができるので原子炉水位を制
限値内に抑えることが可能となり、ECCSを不必
要に動作させることなく原子炉をより安全に冷却
できるという効果がある。また、冷却速度の変動
幅を最小限に制御できるので緊急時において原子
炉を最短時間で冷却できるという効果もある。ま
た自動化により緊急時に即座に対応できるという
効果もある。上記実施例では、原子炉水位及び冷却速度のそ
れぞれの偏差をもとに制御モードを切替えたが、
水位及び冷却速度の検出値をもとに判定しても同
様な効果が得られる。また、上記例では原子炉温
度を直接検出するとして説明したが、これは原子
炉の飽和蒸気圧力を検出してそれを温度に換算し
て原子炉温度とすることも可能で、この場合は原
子炉の急激な変化に対して圧力の応答は温度の応
答に比べ速いので制御性が向上するという効果が
ある。さらに、上記実施例では一個所の温度を検
出しその冷却速度が設定値に一致するよう原子炉
注入流量を調節したが、原子炉容器フランジ、給
水ノズル部、蒸気出口ノズルなど原子炉各部の冷
却速度を求め、その絶対値が最大となる部分の冷
却速度で原子炉注入流量を決定する方式とするこ
とも可能で、この場合は最も危険と考えられる部
分の冷却速度を制御することになるので信頼性が
より向上するという効果がある。本発明によれば、冷却速度の変動幅を最小限に
制御できるので緊急時において原子炉を最短時間
で冷却できる。また、外乱が入つても原子炉の状
態に応じて蒸気凝縮系統の制御モードを変更する
ことができるので原子炉水位を所定値内に抑える
ことができ、ECCSを不必要に動作させることな
く原子炉をより安全に冷却できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来装置の構成図、第２図は崩壊熱の
時間的変化を説明する図、第３図は従来装置の他
の構成図、第４図は従来装置と本発明装置の制御
動作の違いを説明する図、第５図も従来装置と本
発明装置の制御動作の違いを説明する図、第６図
は本発明の一実施例の構成図、第７図は本発明の
動作を説明するための図である。１……原子炉、２……原子炉水、３……燃料、
４……制御棒駆動水圧系、５……逃し安全弁、６
……主蒸気隔離弁、７……制御弁、８……熱交換
器、９……凝縮水、１０……伝熱管、１１……冷
却水ポンプ、１２……冷却水、１３……制御弁、
１４……補給水タンク、１５……補給水、１６…
…逆止弁、１７……ポンプ、１８……タービン、
１９……加減弁、２０……圧力制御器、２１……
圧力制御器、２２……流量制御器、２３……ター
ビン速度制御器、２５……水位制御器、２６……
冷却速度演算器、２７……冷却速度制御器、W_H
……熱交換器凝縮水流量、W_C……補給水流量、
W_F……原子炉注入流量（ポンプ流量）、W_TB……
タービン蒸気流量、P_H……熱交換器蒸気圧力、
（P_H）_ref……熱交換器蒸気圧力設定値、P_S……補
給水タンク出口圧力、（P_S）_ref……補給水タンク出
口圧力設定値、N_T……タービン速度、（W_F）_ref…
…ポンプ流量設定値、W_SRV……逃し安全弁流量、
W_CRD……制御棒駆動水流量、Ｌ……原子炉水位、
(L)_ref……水位設定値、Ｔ……原子炉水温度、（−
T〓）_ref……冷却速度設定値、ε_C＝（−T〓）−（−T
〓）_ref
冷却速度偏差、ε_L＝Ｌ−(L)_ref水位偏差。

Claims

【特許請求の範囲】

１原子炉で発生した蒸気を熱交換器にて凝縮
し、得られた凝縮水を補給水タンク内の補給水と
共にポンプにて原子炉に供給して前記原子炉を冷
却する原子炉残留熱除去系の制御装置において、
測定された原子炉温度に基づいて求められた原子
炉冷却速度に応じて前記凝縮水の原子炉注入流量
を調節することにより前記原子炉冷却速度を原子
炉冷却速度設定値に一致させる冷却速度制御手段
と、検出された原子炉水位に基づいて前記補給水
タンクからの補給水流量を調節することにより前
記原子炉水位を原子炉水位設定値に一致させる水
位制御手段と、前記原子炉水位が第１所定範囲外
にある場合には前記冷却速度設定手段を作動させ
ずに前記水位制御手段を動作させ、しかも前記原
子炉水位が前記第１所定範囲内にあつて前記原子
炉冷却速度が第２所定範囲外にある場合には前記
水位制御手段を作動させずに前記冷却速度制御手
段を動作させる手段とを備えたことを特徴とする
原子炉残留熱除去系の制御装置。